SE426756B - Syrsystem for matarvattnet vid ett kernkraftverk - Google Patents
Syrsystem for matarvattnet vid ett kernkraftverkInfo
- Publication number
- SE426756B SE426756B SE7801365A SE7801365A SE426756B SE 426756 B SE426756 B SE 426756B SE 7801365 A SE7801365 A SE 7801365A SE 7801365 A SE7801365 A SE 7801365A SE 426756 B SE426756 B SE 426756B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- steam generator
- reactor
- feed water
- water
- steam
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
- G21D3/10—Regulation of any parameters in the plant by a combination of a variable derived from neutron flux with other controlling variables, e.g. derived from temperature, cooling flow, pressure
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F22—STEAM GENERATION
- F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
- F22B35/00—Control systems for steam boilers
- F22B35/004—Control systems for steam generators of nuclear power plants
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Combustion & Propulsion (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Control Of Turbines (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Control Of Non-Electrical Variables (AREA)
Description
18971 3615-'3
40
2
och ledes genom en proportional-integral-(PI)-regulator, som har till
uppgift att eliminera stationära nivåfel. Dessutom finnes det en
matarvattenflödes-ångflödes-missanpassningskanal, som har till upp-
gift att anticipera ett begynnande nivåfel. De summerade signalerna
för vattennivån och flödesmissanpassningen passerar därefter genom
en annan proportional-integral-regulator, som eliminerar stationära
fel i matarvattenflödet.
Denna tidigare använda typ av styrning och reglering fungerar
tillfredsställande vid måttliga eller högre belastningsnivåer men ej
%
vid låga belastningsnivåer, exempelvis under 15 av den normala
märklasten. Det är i själva verket på grund av denna brist som en
automatisk reglering av matarvattnet ej varit möjlig. Såvida inte
matarvattnet är korrekt reglerat eller styrt vid låga belastnings-
nivåer, uppträder "puttring" under uppstartning. Detta tillstånd kan
beskrivas som ett kraftigt svängningstillstånd ("hunting"), som för-
orsakas av flödet av ett överskott av kallt matarvatten in i ång-
generatorn, medan denna försöker att generera ånga som svar på
ordern om uppstartning av kraftverket.
Det väsentliga ändamålet med föreliggande uppfinning är att
åstadkomma ett förbättrat matarvattenstyrsystem för ett kärnkraftverk
av det inledningsvis angivna slaget, vilket styrsystem kan styra
matarvattenflödet vid låga effektnivåer på ett tillförlitligt,
effektivt och noggrant sätt.
Det i första hand speciellt utmärkande för styrsystemet enligt
uppfinningen framgår av det bifogade patentkravet.l.
Fördelaktiga vidareutvecklingar och utföringsformer av styr-
systemet enligt uppfinningen har de i patentkraven 2-4 angivna
kännetecknen. I
Uppfinningen baserar sig på upptäckten, att vid låga belast-
ningsnivåer är en acceptabel reglering av matarvattenflödet ej möj-
lig, eftersom vid dessa låga belastningsnivåer en ångflödesmätning
med den för en tillförlitlig reglering av matarvattenflödet erforder-
liga noggrannheten ej är tillgänglig. Ångflödesmätningen âstadkommes
genom en differentialtrycksmätning i ångledningen och vid låga ång-
flöden är šdllnadstrycket alltför litet för att ge en mätsignal
med tillräcklig noggrannhet. Ändring i ångflödet vid ändring av be-
lastningsnivån uppträder också efter det att den effektalstrande
apparaten svarar på ordern om ändrad effekt och är ej helt till-
fredsställande som ett börvärde för matarvattenventilen.
Enligt föreliggande uppfinning styres matarvattenflödet genom
40
7801365-3
3
kombinering av en nivåmätningskomponent och en nukleär-effekt-
mätningskomponent. Nivåmätningskomponenten erhålles på samma sätt
som enligt den kända tekniken. Summan av ångtrycket och vattentrycket
i ânggeneratorns fallspalt mätes med referens till en vattenpelare
och denna storlek jämföres med bör-vattennivån, så att ett nivåfel
erhålles, som matas in i regulatorn. Mätvärdet för den nukleära
effekten erhålles genom mätning av neutronflödet hos reaktorn, i
det typiska fallet medelst en utanför reaktorhärden placerad detektor.
Det första svaret på ordern om ändring av uteffekten är en utdragning
eller inskjutning av reaktorns styrstavar. Det omedelbara svaret på
denna ändring är en motsvarande variation av neutronflödet. Mätvärdet
för det nya neutronflödet ger en tidig signal om ändringen i effekt-
nivån.
' På grund av den värmebalans som existerar under stationärt
tillstånd, är den nukleära effekten proportionell mot ângflödet
(kraftverkets belastning) och kan därför användas till att ge den
stationära bör-komponenten för matarvattenreglerventilen. Den upp-
mätta nukleära effekten svarar snabbt på belastningsändringar och
ger snabbt det nya bör-värdet för ventilen, som balanserar det nya
ångflödet. Nivåtrimkanalen enligt den kända tekniken bibehålles
för att det stationära nivâfelet fortfarande skall hållas på noll.
Dessutom beaktar nivåtrimkanalen de små avvikelserna mellan den
uppmätta nukleära effekten och den verkliga nukleära effekten,
inklusive sönderfallsvärme, vid varm nolleffekt.
För matarvattenreglering vid låg effekt arbetar styrsystemet
enligt uppfinningen via en mindre reglerventil (i shuntledningen) än
den som användes vid full effekt, så att ventilen arbetar inom den
lineära delen av sin öppnings-flödes-karakteristika. Alternativt kan
den önskade lineära funktionen erhållas genom användning av matar-
vattenpumpar med variabel hastighet.
Medan den föreliggande uppfinningen har unika fördelar jämfört
med den kända tekniken vid låg belastning, uppvisar den även totalt
sett, vid såväl låga som högre belastningar, fördelar gentemot den
kända tekniken. Den kräver en âterkopplingsvariabel mindre och kräver
ej en andra proportional-integral-regulator för tillfredsställande
funktion.
I det följande skall uppfinningen närmare beskrivas i anslut-
ning till bifogad ritning, vilken såsom exempel illustrerar en ut-
föringsform av uppfinningen, varvid
fig. l visar ett blockschema över ett styrsystem utformat
7%0.1.5»65- 3
enligt uppfinningen;
fig. 2 är en schematisk delvy i större skala av den del av
systemet i fig. l som är visad inom cirkeln II i fig. l;
fig. 3 är ett flödesschema, som visar det inbördes sambandet
mellan de styrkomponenter, som samverkar vid genomförande av upp-
finningen; 7
fig. 4 är ett diagram, som visar effekterna av olika inställ-
ningar, erhållna genom analog simulering,för matarvattenstyrsystemet
%
enligt uppfinningen med antagande av en 5 belastningsändring;
fig. 5 är ett motsvarande diagram erhållet genom digital
simulering i en LOFTRAN-dator;
fig. 6a, b, c, d och e är diagram, som visar ändringarna i
de olika parametrarna hos matarvattenstyrsystemet enligt uppfinningen
, och
för en språngvis belastningsminskning om 5 %-
fig. 7a, b, c, d och e är motsvarande diagram för en språng-
artad belastningsökning.
Pig. l och 2 visar schematiskt och såsom exempel ett kärnkraft-
verk, som innefattar en kärnreaktor ll, som är termiskt kopplad till
ett flertal ånggeneratorer 13 och 15. En primär krets 17 respektive
19, som innehåller en pump 18 resp. 20, förbinder reaktorn ll ter-
miskt med var och en av ånggeneratorerna 13 och 15. Kylmedel, i det
typiska fallet under tryck stående vatten, strömmar genom den ej
visade reaktorhärden i reaktorn ll och genom var och en av genera-
torerna 13 och 15. Det värme som av var och en av de primära kyl-
kretsarna 17 och 19 tages ut från reaktorhärden, användes i ånggene-
ratorerna 13 och 15 till förångning av vatten.
Var och en av ånggeneratorerna 13 resp. 15 är förbunden med
en sekundär krets 21 resp. 23.
Ehuru uppfinningen är speciellt lämplig för ångdrivna effekt-
alstrande apparater, är refererandet till "vatten" och "ånga" i den
föreliggande beskrivningen ej avsett att begränsa uppfinningen. Upp-
finningen kan sålunda även tillämpas i samband med effektalstrare
som drives av andra fluider än vatten, varför de för enkelhetens
och bekvämlighetens skull använda uttrycken "vatten" och "ånga" är
avsedda att inbegripa även sådana andra fluider.
Det i fig. 1 och 2 schematiskt illustrerade kärnkraftverket
innefattar vidare en turbin 25 och en elektriskt generator 27, som
drives av turbinen. Var och en av de sekundära kretsarna 21 och 23
innefattar en första gren 29 för církulering av ånga från varie ång-
generator 13 och 15 till turbinen 25 för drivning av denna och en
' 10
40
7801365- 3
andra gren 31 för cirkulering av matarvatten från turbinen 25 till
den motsvarande ånggeneratorn 13 resp. 15. Grenarna 31 har en gemen-
sam kondensor 33 för kondensering av drivfluidumet från turbinen 25,
en kondensatpump 35 och ett flertal matarvattenvärmare 37. Var och en
av matarvattengrenarna 31 innefattar också en matarvattenpump 39, en
matarvattenvärmare 41 och en ventilenhet 43 (se fig. 2). Var och en
av dessa ventilenheter 43 innefattar en huvudventil 45 i huvudled-
ningen. Förbi denna ventil 45 finnes det en shuntledning 47, i vilken
det finns en shuntventil 49. Varje sådan shuntventil 49 har en kapa-
citet av ca 20 % av huvudventilens 45 kapacitet och har till uppgift
att reglera matarvattenflödet vid låga belastningsnivåer.
Kärnreaktorn 11 är försedd med konventionella anordningar 51
för alstring av en signal från neutronflödet i reaktorhärden, som
är beroende av reaktorns effekt. Varje ånggenerator 13 och 15 är
vidare försedd med konventionella organ 53 resp. 54 för alstring av
signaler beroende av vattennivåns avvikelse från den önskade vatten-
nivån, dvs. signaler beroende av vattennivåfelet. Då matarvattnet
regleras både vid låga belastningsnivåer och högre belastningsnivåer
i enlighet med den föreliggande uppfinningen, erfordras endast en
vattennivåfelsignal från varje ånggenerator 13 resp. 15. Om matar-
vattenflödet vid högre belastningsnivåer däremot regleras i enlighet
med den tidigare kända tekniken och endast vid låga belastningsnivåer
i enlighet med den föreliggande uppfinningen, såsom exempelvis då
matarvattenregleringen enligt den föreliggande uppfinningen fogas
till en redan existerande anläggning, ger anordningarna 53 och 55
ångflödessignaler och matarvattenflödessignaler. Signalerna från
organen 51 och 53 och 55 är elektriska signaler och tillföres ven-
tilstyrningarna 57 resp. 59 för behandling. Ventilstyrningarna eller
ventilregulatorerna 57 och 59 styr ventilerna 45 och 49 i respektive
ventilenheter 43. I fig. 2 visas, att ventilen 45 styres från den
tidigare kända tre-komponentstyrningen genom signalsummeraren 61,
medan ventilen 49 styres i enlighet med den föreliggande uppfinningen
via signalsummeraren 63.
Såsom fig. 3 visar, matas den elektriska är-nivå-signalen från
varje ånggenerator 13 och 15 till ett filter 71, som filtrerar bort
signalbruset. I den angivna överföringsfunktionen för detta filter
71 är S LaPlace-operatorn och Tl filtrets 71 tidskonstant. Den
önskade vattennivån för varje ånggenerator 13 och 15 erhålles från
en funktionsgenerator 73, då denna aktiveras av en order (turbin-
impulsstegtrycket) för ökning eller minskning av uteffekten från an-
l0
moewsss-s i
6
läggningen. Den genererade funktionen är grafiskt visad i schema-
blocket 73. I detta diagram är bör-effekten avsatt horisontellt och
ångtrycket avsatt vertikalt. Kurvan ger den önskade vattennivån. Bör-
vattennivåsignalen för den önskade vattennivån ledes genom ett signal-
brusfilter 75, vars tidskonstant är T2. Nivåfelsignalen erhålles från
7l och
75. Signalsummeraren 77 ger en utgångssignal som motsvarar skillnaden
en signalsummerare 77, som tillföres signalerna från filtren
mellan de båda ingångssignalerna. Nivâfelsignalen tillföres huvud-
ventilen 45 genom en ej visad proportional-integral-regulator och
tillföres
styrning 81. I PI-styrningen 81 är K3 förstärkningen och T3 tidskon-
även en signalsummerare 63 genom en proportional-integral-
stanten, varvid K3 = % ventilomställning/ % nivåfel.
Signalen för den nukleära effekten tillföres signalsummeraren 63
genom ett filter 83, i vars överföringsfunktion K4 är förstärkningen
och T är tidskonstanten. Dessa parametrar är justerbara.
4
_ % ventilomställning u 0 . N
K4 - % nukleär effekt for 100 6 nominellt flode genom shuntled-
ningen 47. Den algebraiska summan av nivåfelsignalen och nukleär-
effekt-signalen avges till en-automatisk-manuell-reglerstation 78,
som avger de erforderliga styrsignalerna till shuntventilen 49.
Komponenterna i-de i fig. 3 visade blocken, såsom filtren 71,
75, 83 och PI-enheten 8l, utgöres av elektroniska halvledarkomponen-
ter, vilka är avri och för sig konventionellt slag.
De i fig. 3 angivna integralerna tages över den tid under vil-
ken regleringen utföres. Nivån regleras i en sluten slinga, i vilken
återkopplinqssignalon utgöres av signalen för den verkliga nivån i
en ånggenerator i varje ögonblock. Nukleär-effekt-signalen matas in
i en öppen krets.
Fig. 4 visar de effekter, härledda genom analog analys, som
uppträder vid variering av parametrarna K3 och T3. I diagrammet är
K3 avsatt vertikalt och T3 avsatt horisontellt i sekunder. Kordina-
tor är visade med referens till 100 % flöde genom shuntventilen 49
a\°
(vänster) och med referens till 100 flöde genom huvudventilen 45
(höger). Ovanför den övre kurvan 91 oscillerar eller svänger syste-
met. Under den nästföljande kurvan 93 och ovanför kurvan 95 är in-
ställnings- eller insvängningstiden för systemet mindre än l0 minuter.
Under den nästa kurvan 99 och ovanför den nedersta kurvan 97 är den.
maximala avvikelsen från den önskade nivån mindre än 15 %. Det sned-
streckade området l00 är det önskade operationsområdet.
Fig. 5 är ett diagram liknande det i fig. 4 men härlett medelst
7301365-3
7
digital analys (LOFTRAN} Kurvorna l0l, 103, 105, 107 och l09 samt
det snedstreckade området lll svarar mot kurvorna 91, 93, 95, 99
resp. 97 och det snedstreckade området 100 i fig. 4.
I diagrammet i fig. 6 visar kurvorna a-e de effekter som en
språngartad minskning av belastningsnivån med 5 % har på de olika
driftsparametrarna vid ett system enligt den föreliggande uppfin-
ningen. Dessa kurvor är erhållna genom digital datoranalys. För samt-
liga kurvor är tiden avsatt horisontellt i sekunder. Punkter på
samma vertikala linje genom samtliga kurvor svarar mot samma tidpunkt.
I kurvorna a och c-e är procentuell ändring avsatt vertikalt
medan i kurvan b temperaturen i Fo är avsatt vertikalt. Kurvan c
visar den sprângvisa ändringen med 5 % i ångflödet. Kurvan d visar
att den maximala vattennivåändringen endast är 10 % och att vatten-
nivåändringen blir noll inom ca 300 sekunder. Kurvan e visar att
matarvattenflödet svänger in till ett stationärt tillstånd på endast
ca 300 sekunder.
Såsom fig. 6 visar, medför en minskning i ångflödet en primär-
sekundär-effektmissanpassning, som leder till en ökning i det primära
kylmedlets temperatur. Styrstavarna drives in i reaktorhärden och
reducerar den nukleära effekten till den nya belastningsnivån. Vid
en belastningsminskning har vattennivån i ånggeneratorerna en tendens
attndnmaisanfölji av både reduktionen i ångalstring och ökning i
ångtrycket, vilket ökar fallspaltsvattnets densitet och reducerar
voidhalten i vattnet. Matarvattenflödet är sammansatt av en nivå-
kanalkomponent plus en nukleär-effekt-komponent. Det skall observeras,
att nukleär-effekt-komponenten tenderar att snabbt driva matar-
flödet till dess nya stationära värde. Nivåtrimkanalen strävar
emellertid, som en följd av nivåsänkningen, att öka flödet under den
period då nivån är lägre än bör-värdet för nivån. Nettoeffekten blir
en rampliknande minskning i matarvattenflödet till dess nya statio-
nära värde, vilket minimerar nivåfeltransienten.
Fig. 7 är ett diagram av samma slag som diagrammet i fig. 6
men visar effekten av en språngartad belastningsökning med 5 %,
exempelvis av det slag som skulle kunna uppstå under uppstartning.
I detta fall ändras vattennivån endast med 15 % och svänger in till
noll inom ca 300 sekunder. Matarvattenflödet stabiliseras inom
ca 400 sekunder.
Claims (4)
- l. Styrsystem för matarvattnet vid ett kärnkraftverk, som inne- fattar en kärnreaktor (ll), en turbin (25) anordnad att drivas från reaktorn, en ånggenerator (13, l5) kopplad till reaktorn (ll) till att erhålla termisk energi från densamma, och ett fluidumcirkula- tionssystenysom förbinder turbinen (25) med ânggeneratorn (13, l5) och som innefattar en första gren (29) för cirkulering av ånga från ånggeneratorn till turbinen för drivning av denna och en andra gren (31) för cirkulering av matarvatten från turbinen till ånggeneratorn, i vilken matarvattnet omvandlas till ånga med utnyttjande av den från reaktorn till ånggeneratorn avgivna termiska energin, varvid styr- systemet för matarvattnet innefattar ventilorgan (43) anordnade i nämnda andra gren (31) för styrning av matarvattenflödet till ång- generatorn (13, 15), k ä n n e t e C k n a t av att vid låga be- lastningar styres nämnda ventilorgan (43) i beroende av storleken av den av kärnreaktorn (ll) avgivna effekten och vattennivån i ång- generatorn (13, l5).
- 2. Styrsystem enligt krav l, k ä n n e t e c k n a t av att nämnda andra gren (31) innehåller en huvudledning med en huvudventil (45) för reglering av matarvattenflödet vid hög belastning och en parallellt med nämnda huvudledning anordnad shuntledning (47) inne- hållande en shuntventil (49) för reglering av matarvattenflödet vid låg belastning, vilken shuntventil styres i beroende av storleken av den av kärnreaktorn avgivna effekten och vattennivån i ånggene- ratorn.
- 3. Styrsystem enligt krav 2, k ä n n e t e c k n a t av att shuntledningen (47) har en maximal kapacitet om ca 20 % av huvudled- ningens nominella kapacitet.
- 4. Styrsystem enligt något av kraven l - 3, k ä n n e t e c k - n a t av att storleken av den av kärnreaktorn avgivna effekten här- ledes i beroende av neutronflödet i reaktorns reaktorhärd. ÅNFURDÅ PUBLIKATIONER:
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US05/766,477 US4104117A (en) | 1977-02-07 | 1977-02-07 | Nuclear reactor power generation |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE7801365L SE7801365L (sv) | 1978-08-08 |
SE426756B true SE426756B (sv) | 1983-02-07 |
Family
ID=25076541
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE7801365A SE426756B (sv) | 1977-02-07 | 1978-02-06 | Syrsystem for matarvattnet vid ett kernkraftverk |
Country Status (13)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4104117A (sv) |
JP (1) | JPS5830560B2 (sv) |
BE (1) | BE863739A (sv) |
CA (1) | CA1076371A (sv) |
CH (1) | CH633124A5 (sv) |
DE (1) | DE2803000A1 (sv) |
EG (1) | EG13087A (sv) |
ES (1) | ES466709A1 (sv) |
FR (1) | FR2379887A1 (sv) |
IL (1) | IL53822A (sv) |
IT (1) | IT1093648B (sv) |
SE (1) | SE426756B (sv) |
YU (1) | YU41582B (sv) |
Families Citing this family (32)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4290850A (en) * | 1978-09-01 | 1981-09-22 | Hitachi, Ltd. | Method and apparatus for controlling feedwater flow to steam generating device |
JPS5552998A (en) * | 1978-10-16 | 1980-04-17 | Hitachi Ltd | Reactor recirculation flow rate control device |
US4302288A (en) * | 1978-10-23 | 1981-11-24 | General Electric Company | Fluid level control system |
JPS5651695A (en) * | 1979-10-03 | 1981-05-09 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor power control method |
US4336105A (en) * | 1979-12-05 | 1982-06-22 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear power plant steam system |
JPS5726794A (en) * | 1980-07-25 | 1982-02-12 | Hitachi Ltd | Load control system of atomic power plant |
US4424186A (en) * | 1981-03-02 | 1984-01-03 | Westinghouse Electric Corp. | Power generation |
US4470948A (en) * | 1981-11-04 | 1984-09-11 | Westinghouse Electric Corp. | Suppression of malfunction under water-solid conditions |
US4478783A (en) * | 1981-12-07 | 1984-10-23 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear power plant feedwater controller design |
US4582672A (en) * | 1982-08-11 | 1986-04-15 | Westinghouse Electric Corp. | Method and apparatus for preventing inadvertent criticality in a nuclear fueled electric powering generating unit |
DE3248029C2 (de) * | 1982-12-24 | 1987-04-09 | Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim | Verfahren zur Verhinderung von Folgeschäden bei Leckagen, die innerhalb eines Dampferzeugers einer Druckwasserreaktoranlage zwischen Primär- und Sekundärkreislauf auftreten |
US4647425A (en) * | 1984-01-30 | 1987-03-03 | Westinghouse Electric Corp. | Method of vacuum degassing and refilling a reactor coolant system |
US4692297A (en) * | 1985-01-16 | 1987-09-08 | Westinghouse Electric Corp. | Control of nuclear reactor power plant on occurrence of rupture in coolant tubes |
US4777009A (en) * | 1986-06-30 | 1988-10-11 | Combustion Engineering, Inc. | Automatic steam generator feedwater control over full power range |
US4738818A (en) * | 1986-09-29 | 1988-04-19 | Westinghouse Electric Corp. | Feedwater control in a PWR following reactor trip |
US4832898A (en) * | 1987-11-25 | 1989-05-23 | Westinghouse Electric Corp. | Variable delay reactor protection system |
US4912732A (en) * | 1988-04-14 | 1990-03-27 | Combustion Engineering, Inc. | Automatic steam generator control at low power |
US5045272A (en) * | 1990-02-16 | 1991-09-03 | Westinghouse Electric Corp. | Fluid temperature balancing system |
US6327323B1 (en) | 1998-04-17 | 2001-12-04 | Westinghouse Electric Company Llc | Multiple reactor containment building |
US6021169A (en) * | 1998-10-22 | 2000-02-01 | Abb Combustion Engineering Nuclear Power, Inc. | Feedwater control over full power range for pressurized water reactor steam generators |
SE532185C2 (sv) * | 2007-04-10 | 2009-11-10 | Westinghouse Electric Sweden | Förfarande för att driva en reaktor hos en kärnanläggning |
CN101840742B (zh) * | 2010-03-29 | 2012-08-29 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站数字化控制系统缺省值的设置方法及系统 |
EP2661753B1 (en) * | 2010-12-30 | 2020-12-23 | Kepco Engineering & Construction Company, Inc. | System of controlling steam generator level during main feed-water control valve transfer for nuclear power plant |
JP5964029B2 (ja) * | 2011-10-26 | 2016-08-03 | 三菱重工業株式会社 | 蒸気発生器の補助給水弁制御装置 |
US8945365B2 (en) | 2012-07-13 | 2015-02-03 | Ppg Industries Ohio, Inc. | Electrodepositable coating compositions exhibiting resistance to cratering |
CN103050161B (zh) * | 2012-12-11 | 2016-03-30 | 中国核电工程有限公司 | 辅助给水管线自动隔离的方法 |
KR101481155B1 (ko) * | 2012-12-26 | 2015-01-09 | 한국전력기술 주식회사 | 원전 증기발생기의 수위 변화율에 따른 이득 조절장치 및 방법 |
EP2757123A3 (en) | 2013-01-18 | 2017-11-01 | PPG Industries Ohio Inc. | Clear electrodepositable primers for radiator coatings |
JP6553847B2 (ja) * | 2014-06-04 | 2019-07-31 | 三菱重工業株式会社 | 給水制御装置および給水装置 |
US10961403B2 (en) | 2016-07-26 | 2021-03-30 | Ppg Industries Ohio, Inc. | Electrodepositable coating compositions containing 1,1-di-activated vinyl compounds |
EP3728486A1 (en) | 2017-12-20 | 2020-10-28 | PPG Industries Ohio, Inc. | Electrodepositable coating compositions and electrically conductive coatings resulting therefrom |
CN114242284B (zh) * | 2021-12-17 | 2024-05-28 | 中国核动力研究设计院 | 一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法 |
Family Cites Families (16)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1247503B (de) * | 1962-09-10 | 1967-08-17 | Sulzer Ag | Verfahren zur Regelung einer Kernreaktoranlage und Kernreaktoranlage zur Ausuebung des Verfahrens |
NL299322A (sv) * | 1963-09-13 | |||
NL128783C (sv) * | 1963-10-30 | |||
US3719557A (en) * | 1969-05-21 | 1973-03-06 | Sulzer Ag | Circulating system for a nuclear reactor |
US3638018A (en) * | 1969-07-14 | 1972-01-25 | Mc Donnell Douglas Corp | Means of measuring temperature and neutron flux |
BE758888A (fr) * | 1969-11-18 | 1971-05-13 | Westinghouse Electric Corp | Systeme de reactivation d'une boucle de reacteur nucleaire |
US3752735A (en) * | 1970-07-16 | 1973-08-14 | Combustion Eng | Instrumentation for nuclear reactor core power measurements |
US3791922A (en) * | 1970-11-23 | 1974-02-12 | Combustion Eng | Thermal margin protection system for a nuclear reactor |
US3778347A (en) * | 1971-09-27 | 1973-12-11 | Giras T | Method and system for operating a boiling water reactor-steam turbine plant preferably under digital computer control |
US3894912A (en) * | 1972-06-21 | 1975-07-15 | Us Energy | Determination of parameters of a nuclear reactor through noise measurements |
GB1445719A (en) * | 1973-06-08 | 1976-08-11 | Nuclear Power Co Whetstone Ltd | Nuclear reactors |
JPS5243996B2 (sv) * | 1973-10-24 | 1977-11-04 | ||
US4000037A (en) * | 1973-11-28 | 1976-12-28 | Westinghouse Electric Corporation | Reactor-turbine control for low steam pressure operation in a pressurized water reactor |
US3973402A (en) * | 1974-01-29 | 1976-08-10 | Westinghouse Electric Corporation | Cycle improvement for nuclear steam power plant |
JPS51104191A (sv) * | 1975-03-10 | 1976-09-14 | Hitachi Ltd | |
BE829567A (fr) * | 1975-05-28 | 1975-11-28 | Acec | Installation de reglage d'admission d'eau alimentaire secondaire au bas d'un generateur de vapeur |
-
1977
- 1977-02-07 US US05/766,477 patent/US4104117A/en not_active Expired - Lifetime
-
1978
- 1978-01-16 IL IL53822A patent/IL53822A/xx unknown
- 1978-01-24 DE DE19782803000 patent/DE2803000A1/de not_active Withdrawn
- 1978-01-30 YU YU196/78A patent/YU41582B/xx unknown
- 1978-01-31 CA CA295,978A patent/CA1076371A/en not_active Expired
- 1978-02-03 FR FR7803091A patent/FR2379887A1/fr active Granted
- 1978-02-05 EG EG74/78A patent/EG13087A/xx active
- 1978-02-06 ES ES466709A patent/ES466709A1/es not_active Expired
- 1978-02-06 CH CH128978A patent/CH633124A5/de not_active IP Right Cessation
- 1978-02-06 SE SE7801365A patent/SE426756B/sv not_active IP Right Cessation
- 1978-02-07 IT IT20048/78A patent/IT1093648B/it active
- 1978-02-07 JP JP53012038A patent/JPS5830560B2/ja not_active Expired
- 1978-02-07 BE BE184978A patent/BE863739A/xx not_active IP Right Cessation
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2379887A1 (fr) | 1978-09-01 |
EG13087A (en) | 1980-10-31 |
IT1093648B (it) | 1985-07-19 |
ES466709A1 (es) | 1979-08-01 |
IT7820048A0 (it) | 1978-02-07 |
IL53822A (en) | 1982-01-31 |
BE863739A (fr) | 1978-08-07 |
JPS53102495A (en) | 1978-09-06 |
CA1076371A (en) | 1980-04-29 |
YU19678A (en) | 1982-08-31 |
CH633124A5 (de) | 1982-11-15 |
JPS5830560B2 (ja) | 1983-06-29 |
FR2379887B1 (sv) | 1981-06-26 |
YU41582B (en) | 1987-10-31 |
US4104117A (en) | 1978-08-01 |
DE2803000A1 (de) | 1978-08-10 |
SE7801365L (sv) | 1978-08-08 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
SE426756B (sv) | Syrsystem for matarvattnet vid ett kernkraftverk | |
KR890001172B1 (ko) | 복합형 순환 발전 설비용 증기 터어빈의 동작 및 댐퍼 제어시스템 | |
US4777009A (en) | Automatic steam generator feedwater control over full power range | |
CN102608911B (zh) | 一种基于多参数预测的火电机组协调控制方法 | |
KR890001252B1 (ko) | 급수 제어장치 및 방법 | |
KR920007744B1 (ko) | 낮은 동력에서의 자동 증기 발생기 제어 방법 | |
KR100474182B1 (ko) | 발전소의신속한출력조절방법및장치 | |
CN112628721B (zh) | 锅炉湿态运行给水控制方法、装置及存储介质 | |
US4061533A (en) | Control system for a nuclear power producing unit | |
CN101298933B (zh) | 用于气体增湿控制的方法及系统 | |
JPS629413A (ja) | 発電プラントの制御装置 | |
US4187144A (en) | Nuclear reactor power supply | |
US3947319A (en) | Nuclear reactor plants and control systems therefor | |
JP3112579B2 (ja) | 圧力制御装置 | |
SU877088A1 (ru) | Система автоматического регулировани теплофикационной турбоустановки | |
SU1575154A1 (ru) | Устройство дл регулировани уровн в парогенераторе | |
KR810001339B1 (ko) | 원자력 발전소용 급수제어 시스템 | |
SU827812A1 (ru) | Система автоматического нагружени ТуРбиНы C РЕгулиРуЕМыМи ОТбОРАМи пАРА | |
JPH1047013A (ja) | 排熱利用発電プラントの制御装置 | |
KR820002166B1 (ko) | 제어 시스템 | |
JP2004279221A (ja) | 原子炉出力制御装置 | |
SU989110A2 (ru) | Система автоматического регулировани мощности энергоблока | |
CN116221712A (zh) | 一种基于改进单神经元的凝给水系统水位控制方法 | |
KR800000720B1 (ko) | 원자력 발전설비를 위한 제어시스템 | |
GB429672A (en) | Improvements relating to the accommodation of the output of steam power plants to different loads thereon |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 7801365-3 Effective date: 19910117 Format of ref document f/p: F |